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本文应用WRF/CALPUFF模型模拟了湖南省桃花江内陆核电站厂址野外示踪试验,研究受复杂地形影响下的SF烟羽扩散规律,并与现场试验进行对比分析。结果表明:受到地形的影响,风向会发生改变,污染物扩散轨迹随之改变,地形是影响SF扩散轨迹的重要因素。同时,应用统计学参数分析模拟结果的合理性,其中FAC与FAC值分别为30.1%与57.7%,说明模拟扩散因子与现场试验扩散因子之间吻合较好。总之,研究表明CALPUFF模型能较好地模拟复杂地形条件下的污染物扩散。 相似文献
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用大亚湾核电厂址的大气示踪试验数据对核事故应急响应预报模式系统进行了验证.大亚湾核电厂址的模拟实验显示,浓度预测模式给出的粒子散布和积分浓度分布均能反映出污染物输送路径的变化,以及地形对污染物迁移和扩散的影响.5次现场示踪试验模拟结果的统计分析表明,预测值和实测值的比值Rc≤10的占59.1%,其中比值Rc≤5的达到41%. 相似文献
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通过沿海某核电厂址在不同大气稳定度条件下开展的示踪试验,验证了CALPUFF模式中三种大气扩散参数方案在不同大气稳定度条件下的数值模拟效果。研究结果表明,实测湍流方案的模拟效果受大气稳定度分类结果的影响较小,综合评估结果最好。在模式模拟大气稳定度分类结果和基于气象塔实测数据的大气稳定度分类结果一致的条件下,微气象方案模拟结果略差于实测湍流方案模拟,好于PG方案。在环评重点关注的不利天气条件下,采用微气象方案或PG方案的模拟结果可能会与实际浓度分布结果有偏差。为了解决长期实测湍流数据不易获取的问题,将用于大气稳定度分类的气象塔实测数据及对应时段的湍流观测资料进行拟合,构造出各大气稳定度条件下湍流脉动标准差方程。统计结果表明,结合了大气稳定度指标的拟合湍流方案模拟效果良好,对于提高核电厂大气扩散模拟效果具有一定的实用意义。 相似文献
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根据某核电厂址的现场示踪试验采样结果,结合网格自适应直接搜索算法(MADS),比较了基于单次采样平均、单次释放平均、单次采样一次优化以及单次释放一次优化4种数据处理方法对大气扩散参数结果的影响。研究结果表明,应用该优化方法获得的计算扩散因子与测量结果总体上很相近,结果可信且能够反映厂址的大气扩散参数环境特征。基于单次采样的数据处理方法的结果可信度不如基于单次释放的数据处理结果。在基于单次释放数据的处理方法中,单次释放平均和单次释放一次优化的结果相近,优化结果均较为可信,可根据厂址其他环境特征或者从弥散结果保守性方面进行选择。 相似文献
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《辐射防护》2015,(Z1)
采用高斯直线烟流模式XOQDOQ和三维拉格朗日高斯烟团模式CALPUFF,分别计算了我国某一地形复杂、小静风频率较高的典型内陆厂址近场5 km半径范围的年均大气弥散因子和干沉积因子,并对结果进行了对比分析。研究表明:两种模式得到的近场年均大气弥散因子和干沉积因子分布、以及最大值出现位置有一定的差异。就扇区平均值而言,2 km半径以内XOQDOQ计算的方位最大弥散因子和干沉积因子分别是CALPUFF计算值的5倍和3倍左右;2 km以外两种模式计算结果差别减小,CALPUFF计算的方位最大干沉积因子大于XOQDOQ计算值。因而,对于地形复杂和小静风频发的厂址,在评价核电厂正常运行工况下气载流出物的辐射影响时,应结合厂址具体的环境和人口分布特征,在需要精细评价的情况下,宜选用其它适宜的大气扩散模式。 相似文献
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本研究利用拉格朗日混合单粒子轨迹模式(HYSPLIT)开展了核污染物数值预报试验。欧洲示踪试验和虚拟事故情景下的模拟预报试验结果表明,HYSPLIT模式模拟的1 h内轨迹最小绝对误差约为0.2°,该模式可以有效地预报核污染物的扩散轨迹。模拟轨迹误差主要受风向和风速的影响,且初始状态误差会使轨迹模拟的误差随着预报时效增加而逐渐增大;对于单次轨迹模拟,模式模拟轨迹会存在偏差,但在一定时间范围内,轨迹模拟可以很好反映示踪剂在释放后空间范围内整体的分布特征;利用大气扩散模式HYSPLIT和中尺度天气预报模式(WRF),可以实现区域核污染物的数值预报,模式可以预报出事故区域核泄漏物质的扩散路径和浓度分布。 相似文献
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描述了于2002年夏季在福建惠安核电厂址进行的SF6示踪试验及其主要结果。共进行了15次SF6示踪试验,其中释放高度为70m的五次,30m的六次,10m的四次。天气类型若按?T-U分类,B,C,D,E类天气分别出现3,2,9,1次,若按?T分类,B,D,E类天气分别出现1,11,3次。每次约取50个样品,最远取样点距释放SF6的铁塔15km左右。基于这次试验给出了适用于该厂址各类天气条件下的扩散参数,最后把试验推荐的扩散参数与P-G曲线,Briggs扩散参数以及以往在该厂址进行的湍流测量与风洞模拟实验推荐的扩散参数进行了比较分析。 相似文献
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随机游走大气扩散模型在核事故应急中的开发和应用 总被引:6,自引:0,他引:6
烟羽浓度预测是核事故早期应急响应放射性后果评价系统的主要内容之一.描述了大气扩散本身随机的特点,介绍了自行开发随机游走大气扩散模型Random Walk,并与现有欧共体开发的核应急决策支持系统RODOS中的拉格朗日烟团模型RIMPUFF进行比较验证.结果表明,两者计算结果相当吻合,但Random Walk计算出的烟羽范围比RIMPUFF计算出的稍小.随机游走大气扩散模型Ran-dom Walk能够较好的模拟核事故发生条件下的大气扩散过程,可以作为核事故应急决策系统的一个大气扩散模块,为早期应急和后果评价提供更接近实际的信息. 相似文献
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在核事故后果实时评价系统中,拉格朗日烟团模型作为大气扩散模型得到了广泛应用。大气扩散系数是影响烟团模型的重要参数之一,本文提出一种动态修正拉格朗日烟团模型的大气扩散系数的自适应方法,以提高放射性核素浓度分布计算的准确性。该方法利用观测的核素浓度数据、气象数据和源项释放数据,以最小二乘法实时地对大气扩散系数进行了估计。使用大气扩散模型验证工具MVK中的Kincaid实验数据,将动态大气扩散系数自适应修正方法与传统的以Pasquill-Gifford(P-G)曲线为基础的方法相比较,结果表明,大气扩散系数自适应修正方法能提高拉格朗日烟团模型计算结果的准确性。 相似文献
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针对内陆核电选址中小风、静风频率较高的厂址,分别采用美国核管会(NRC)导则推荐方法和运用三维客观诊断风场与Lagrangian烟团模型模拟整年8 760小时逐时排放方法,计算了湖南桃花江厂址事故工况下的大气扩散因子,探讨复杂条件下大气扩散模型的适宜性。研究表明:在非居住区边界概率论方法计算的最大小时事故扩散因子较烟团模型计算方法保守;Lagrangian烟团模型计算的小时事故扩散因子在某些方位大于概率论方法结果,某些远距离子区的扩散因子大于近距离子区;对于释放时间相对较长的情形,导则方法估算结果仍偏小。由此可见,导则推荐方法得到的扩散因子存在不保守的情形,建议在计算复杂地形、小静风频率较高的内陆厂址事故扩散因子时慎重选择扩散模型。 相似文献
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This study integrated the nuclear power plant simulation software, PCTRAN, with an atmospheric diffusion model to efficiently evaluate a nuclear power plant accident and its off-site dose consequences. PCTRAN, with its user-friendly interface, provides a fast simulation scheme that can simulate many kinds of nuclear power plant accidents. Once accident initiation events are activated in the software, the plant parameters are calculated and displayed via animations on the user interface. Based on the simulated plant conditions, the radioactive materials considered in the software may be released from the plant to the environment. In this study, a dispersion algorithm, including a modified atmospheric diffusion model and its programming method, is proposed such that PCTRAN satisfies the application requirements to be used to plan nuclear emergency responses. First, the modified atmospheric diffusion model handles the variations of meteorological conditions (wind direction, wind velocity, and stability category) during a nuclear power plant accident simulation. Furthermore, the proposed programming method promotes calculation capability and efficiency by reducing the computational burden. For demonstration purposes, a postulated accident event was simulated for the Maanshan Nuclear Power Plant in Taiwan. The overall accident evolution, whole plant response, and off-site dose consequences could be predicted much earlier than what actually occurs. The thyroid and whole body dose rates (and their accumulations) as a function of accident time are displayed on the map within the emergency planning zone (EPZ). The influence of the accident on the off-site area can thus be estimated earlier, and the emergency classification can be determined by referring to the emergency action levels (EALs) for a quick nuclear emergency response. 相似文献